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古平 恒夫; 助川 友英; 天野 英俊; 金井塚 文雄; 園部 清美
JAERI-Conf 99-009, p.20 - 31, 1999/09
ホット試験室には、ホットラボ施設(RHL)、燃料試験施設(RFEF)、廃棄物安全試験施設(WASTEF)の3つのホットセル施設があり、RHLでは、研究炉・試験炉で照射された燃料・材料の照射後試験、RFEFでは、おもにPWR,BWR,ATRの発電炉燃料集合体の照射後試験、WASTEFでは、高レベル廃棄物の処理処分にかかわる安全性試験を行っている。本セミナーでは、おもにこれら3施設における照射後試験の現状及び、技術開発に係わるトピックスとして軽水炉燃料・材料に対する物性・機械的特性の測定に関する概要について報告する。
古平 恒夫; 山原 武; 助川 友英; 西野 泰治; 金澤 浩之; 天野 英俊; 仲田 祐仁
HPR-349, 11 Pages, 1998/00
東海研究所の燃料試験施設は、発電炉で使用した照射済燃料集合体の健全性に関する実証試験を行うことを目的として1979年に設立された。近年では、高燃焼度燃料の開発に関する照射後試験を実施しており、ペレット等の熱物性データを取得するため、融点測定装置及びペレット熱拡散率測定装置を整備するとともに比熱測定装置等の新規照射後試験技術開発を継続している。さらにPu添加燃料の研究開発に資するため、
対応のEPMAを整備するなど軽水炉の高度化研究に対応すべく技術開発を行っており、今回の当該会議において現状を報告する。
岩井 孝; 荒井 康夫; 中島 邦久; 木村 康彦; 助川 友英; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-066, 26 Pages, 1996/12
JAERI-Research-96-066.pdf:1.91MB
照射中の組織の安定性とFPガス放出の抑制を目的として、気孔形成剤を用いて人工的に比較的大きな気孔を導入して製造した熱安定型炭化物燃料のX線微小分析結果をまとめた。JMTRで平均燃焼度約4.4%FIMAまで照射した熱安定型ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料中のプルトニウムについて、三二炭化物の析出に伴う偏析が観察された。FP元素については、ネオジム、パラジウム、モリブデン及びセシウムの一部の偏析を示唆する結果を得た。
岩井 孝; 荒井 康夫; 中島 邦久; 木村 康彦; 助川 友英; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-065, 47 Pages, 1996/12
JAERI-Research-96-065.pdf:4.1MB
高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料中のプルトニウム及び核分裂生成物の挙動をX線微小分析により調べた。試験には、JMTRにおいて4.5%FIMA及び3.7%FIMAまで照射した炭素含有量の異なる二種類の炭化物燃料ペレットを用いた。ほぼ化学量論組成をもつ燃料では、燃料と被覆材との化学的相互作用(FCCI)により生成したと考えられる数
m厚さ程度の反応層が確認された。一方三二炭化物を含む燃料ではFCCIの兆候は見られなかった。いずれの燃料においてもクラックの回復現象が観察されたが、照射中のスエリングと再焼結によるものと推定される。
市瀬 健一; 仲田 祐仁; 海野 明; 金澤 浩之; 助川 友英
ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 2, p.871 - 875, 1996/00
原研NSRRでは、未照射及び照射済燃料をパルス出力照射することによって、反応度事故時の燃料挙動を調べている。その一環として、負荷追従運転を経験した燃料の反応度事故時の挙動も調べている。実験に使用する照射済燃料は、燃料試験施設において、商用炉で使用された実用燃料(長さ約4m)より、NSRR及びJMTR・BOCA照射設備に装荷可能な形状(長さ約30cm)に短尺加工される。短尺加工は、切断、上下端栓の溶接、ガス封入及び圧力計の計装等である。これら短尺加工時に重要なのは、加工前の燃料状態の保持、溶接部の健全性等である。本報告は、再照射用燃料短尺加工、計装及び検査技術について述べる。
pellet irradiated at HBWR中村 仁一; 古田 照夫; 助川 友英
HPR-347, 12 Pages, 1996/00
ハルデン炉で63MWd/kgUまで照射されたUOペレットの熱拡散率を室温から1800Kにかけてレーザーフラッシュ法により測定した。高燃焼度UOの室温での熱拡散率は、未照射UOの熱拡散率に較べて半分以下に低下しており、両者の差は温度の上昇とともに小さくなる傾向を示した。温度を上昇させながら測定を繰り返したところ、高燃焼度UOの熱拡散率は、800Kから1200Kにかけて次第に上昇する傾向を示した。これは照射損傷の回復によるものと推定される。また、試料間で熱拡散率のばらつきが見られたが、これはペレットのミクロ組織(試料密度、金属FP等)の影響であると推定された。測定された熱拡散率は、模擬高燃焼度燃料SIMFUELの値よりやや小さい傾向を示した。また、測定された熱拡散率から評価した熱伝導度の燃焼度による相対的な低下の割合は、ハルデン炉の燃料中心温度測定データからの評価値と良い一致を示した。
笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春
JAERI-Research 95-087, 179 Pages, 1995/12
JAERI-Research-95-087.pdf:12.06MB
本報告書は、NSRRにおいて実施した美浜2号機照射済PWR燃料を用いた第3回目の反応度模擬実験であるMH-3について、実験方法、パルス照射前の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果など実験データを整理し、考察を加えたものである。実験に使用した試験燃料は、関西電力(株)美浜2号機で照射された14
14PWR型燃料棒を短尺加工したものであり、燃料燃焼度は38.9MWd/kgUであった。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春
JAERI-Research 95-080, 92 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-080.pdf:8.22MB
本報告書は、1993年度1月に実施した照射済BWR燃料を用いた5回目の反応度事故模擬実験であるTS-5について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は117
5cal/g・fuel(ピークエンタルピ984cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。なお、この実験では集合体中の燃料/水比を模した流路管中で燃料のパルス照射を行った。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 中島 邦久; 新見 素二; 助川 友英; 山原 武; 鈴木 康文
JAERI-Research 95-008, 92 Pages, 1995/02
JAERI-Research-95-008.pdf:5.04MB
ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填したヘリウムボンド型燃料ピン2本を、88F-5Aキャプセルに組み込み、JMTRにおいて最高線出力65kW/mの条件で燃焼度4.1%FIMAまで照射した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥は無く健全であった。燃料中心の装荷した熱電対指示は照射期間中に燃料温度が低下する傾向を示し、ペレットと被覆管のギャップが徐々に閉塞することが確認された。FPガス放出率は約2~3%と極めて低い値であるとともに、燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%にとどまるという結果を得た。また、ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。そのほか、照射に伴う燃料組織変化等についても知見を得た。
仲田 祐仁; 天野 英俊; 関田 憲昭; 西 雅裕; 中村 仁一; 古田 照夫; 助川 友英; 石本 清
HPR-345, 0, 9 Pages, 1995/00
ノルウェーのハルデン炉で照射された高燃焼度燃料棒7本が平成3年1月に原研燃料試験施設に搬入され照射後試験が実施されてきた。その照射後試験の中から非破壊による燃料棒の外面酸化膜厚さ測定について、測定技術及び測定結果を報告する。燃料棒の外面酸化膜厚さ測定は、渦電流法を用いた膜厚測定であり、燃料棒の軸方向及び周方向の酸化膜厚さ分布を把握することが可能である。ハルデン高燃焼度燃料棒の酸化膜厚さは、最大で約22mであり、燃焼度及び照射期間からみると商用LWR燃料棒に比べて低い値であった。また、この酸化膜厚さ測定結果を基にして燃料棒直径測定データの再評価を実施し、燃料被覆管の外形変化を求めた。
中村 仁一; 上塚 寛; 河野 信昭; 大枝 悦郎; 助川 友英; 古田 照夫
HPR-345 (Vol. II), 0, 13 Pages, 1995/00
ハルデン炉で最高燃焼度62MWd/kgUまで照射された7本の燃料棒の照射後試験が原研で実施されており、現在までに全ての非破壊試験と一部を除いた大部分の破壊試験が終了した。このうち3本の燃料棒は16年間にわたって照射されており、金相試験で照射初期の高出力時に生じたと推定される顕著な柱状晶の成長と中心孔の形成が観察された。これらの燃料棒のFPガス放出は、製造時の燃料密度より、柱状晶の成長と中心孔の形成に大きな影響を受けていると推定された。ペレットの径方向燃焼度分布測定がマイクロサンプリングした試料の化学分析によりなされ、XMA分析によるPuとNdの径方向分布と良い一致を示した。またペレットの平均燃焼度は出力履歴から推定された燃焼度と良い一致を示した。高燃焼度UOの熱拡散率測定データについても報告を行う。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 94-030, 103 Pages, 1994/03
本報告書は1991年1月に実施した照射済BWR燃料を用いた4回目の反応度事故模擬実験であるTS-4について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は1105cal/g・fuel(ピークエンタルピ894cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 93-183, 115 Pages, 1993/09
本報告書は、1990年9月に実施した照射済BWR燃料を用いた3回目の反応度事故模擬実験であるTS-3について実験データをまとめたものである。TS-3実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は944cal/g・fuel(ピークエンタルピ884cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 93-006, 101 Pages, 1993/02
本報告書は、1990年2月に実施した照射済BWR燃料を用いた2回目の反応度事故模擬実験であるTS-2について実験データをまとめたものである。TS-2実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3Gwd/tであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧、室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は725cal/g・fuel(ピークエンタルピ665cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
斎藤 伸三; 助川 友英
JAERI-M 9114, 185 Pages, 1980/10
NSRR実験用ナトリウムループを試作し、特性試験を行った。試作ループは、NSRR実験孔内に挿入可能なもので、ナトリウム循環系、カバーガス系、真空排気系及び冷却空気系より成る。試料部は7本の燃料ピンまで装荷出来、パルス照射時の試験燃料の発熱量を高めるため外側に水素化ジルコニウムの減速材層を設けた。ナトリウム機器・配管は、全て外筒内に納め外部へのナトリウム漏洩を防止すると共に、外筒内部を真空にし断熱効果を有する設計とした。特性試験の結果、設計目標であるナトリウム温度500
C、流速8m/secは十分安定かつ安全に達成出来た。しかし、電磁ポンプ駆動による発熱が大きいためナトリウム温度を低くして高流速を維持することは難しいことが明らかになった。また、ナトリウム注入に先立って試料部交換のための切断、溶接試験を実施し作業の難易性、問題点を把握した。
森山 昇; 助川 友英; 徳永 興公; 池添 康正; 佐藤 章一; 団野 晧文
JAERI-M 6301, 13 Pages, 1975/11
低温化学照射装置は、液体窒素を多量に必要とするためそれを運転するためにJRR-3の炉室へ、特に原子炉の稼動中に液体窒素を運搬することは一つの問題点であった。この問題点を解決するために炉室外に内容積2600lの液体窒素貯蔵タンクを設置し、このタンクからステンレス製の真空断熱配管により、直接低温化学照射装置へ液体窒素を供給することとした。この液体窒素供給系の改良により、低温化学照射装置の運転能率は著しく向上した。
佐藤 章一; 森山 昇; 助川 友英; 池添 康正; 小林 敏明; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 徳永 興公; 山崎 彌三郎; 大島 恵一*; et al.
JAERI-M 4920, 30 Pages, 1972/08
昭和45年度に、低温化学照射装置は初めて照射運転が開始され、同年度中に6回の運転で、21ヶのカプセルが照射された。この運転開始に先立つ使用前検査と照射試料と安全審査結果につしてまず述べた後、運転の経過を述べた。当初に発生した、カプセル取扱い関係のトラブルは、制御回路、カプセル取扱い手順の改善、ストレンゲージを含むカプセル組み立て法の改良、運転チェックシートの整備などの技術的開発により解消し、年度の後半には定常運転が確立された。当年度中の照射試料は亜酸化窒素、エチレンなどの、炉内放射線線量測定法開発のための化学線量計で、最終回運転では初めて、核燃料入りカプセルが照射された。
-線量及び熱中性子束の測定岡本 次郎; 徳永 興公; 浜ノ上 熊男; 助川 友英; 佐藤 章一; 森山 昇; 池添 康正; 小林 敏明; 団野 晧文
JAERI-M 4867, 27 Pages, 1972/07
化学用原子炉の考えを実現することを最終目的として、JRR-3に設置された低温化学照射装置(LTFL)の運転に伴う装置内の線量、熱中性子束をそれぞれ気体線量計及び
Co、
Auモニターを用いて測定した。炉出力7MWにおける線量率は約310
R/hrであり、熱中性子束としては約1.110n/cm
secなる結果を得た。U-Pd箔を装填した試料については、その取り扱い方法の確立を図るとともに、核分裂片による線量の評価を行なった。更に気体中に混入してくる放射性物質と汚染に関する検討を行なった。
佐藤 章一; 森山 昇; 助川 友英; 団野 晧文; 大島 恵一*; 山崎 彌三郎; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 池添 康正; 徳永 興公
JAERI-M 4630, 17 Pages, 1971/11
昭和44年度に行なわれた低温化学照射装置の運転について述べた。計7回の運転で、装置の特性、特にヘリウム流路の圧力、温度特性を軋定し、設計計算値と比較できる結果を得るとともに、試料取扱いなどの運転操作の習熟も企った。本装置で、充分安全に化学反応系の核分裂片照射実験を行なうことができ、所期の目的を達せられるとみられる。
団野 晧文; 山崎 彌三郎; 佐藤 章一; 森山 昇; 岡本 次郎; 浜ノ上 熊男; 池添 康正; 徳永 興公; 大島 恵一*; 清瀬 量平*; et al.
JAERI-M 4446, 46 Pages, 1971/05
核分裂片による化学反応を動的に研究し、化学原子炉研究の基礎データを得るための炉内反応装置として流動ループの概念設計研究を行った。JRR-4設置を仮定し、可能な炉内放射線の場に反応器を置いた場合の、反応器の発熱、反応比率の計算を行った。反応器の除熱を考えて、冷却ガスを外側に流す外部冷却型反応器と、反応ガス自体で除熱する内部冷却型反応器を考え、それぞれの温度分布を推定した。ガス中の核分裂生成物量も評価した。更に、JRR-4炉室等を基礎に、具体的なフローシートを、ヘリウム冷却型反応器に、窒素ガスを主とする反応ガスを流すことを考えて設計した。
